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竹田 武司
JAEA-Data/Code 2023-007, 72 Pages, 2023/07
JAEA-Data-Code-2023-007.pdf:3.24MB
ROSA-V計画において、大型非定常実験装置(LSTF)を用いた実験(実験番号:IB-HL-01)が2009年11月19日に行われた。ROSA/LSTF IB-HL-01実験では、加圧水型原子炉(PWR)の加圧器サージラインの両端ギロチン破断による17%高温側配管中破断冷却材喪失事故を模擬した。このとき、高温側配管内面に接する様に、長いノズルを上向きに取り付けることにより破断口を模擬した。また、非常用炉心冷却系(ECCS)である高圧注入系の全故障と補助給水系の全故障を仮定した。実験では、比較的大きいサイズの破断が早い過渡現象を引き起こした。破断後一次系圧力が急激に低下し、蒸気発生器(SG)二次側圧力よりも低くなった。破断流は、破断直後に水単相から二相流に変化した。炉心露出は、ループシールクリアリング(LSC)前に、クロスオーバーレグの下降流側の水位低下と同時に開始した。低温側配管に注入されたECCSの蓄圧注入系(ACC)冷却水の蒸気凝縮により両ループのLSCが誘発された。LSC後の炉心水位の急速な回復により、全炉心はクエンチした。模擬燃料棒被覆管最高温度は、LSCとほぼ同時に検出された。ACC冷却水注入時、高速蒸気流による高温側配管からSG入口プレナムへの液体のエントレインメントにより、高温側配管とSG入口プレナムの水位が回復した。ECCSである低圧注入系の作動を通じた継続的な炉心冷却を確認後、実験を終了した。本報告書は、ROSA/LSTF IB-HL-01実験の手順、条件および実験で観察された主な結果をまとめたものである。
日高 昭秀; 丸山 結; 中村 秀夫
Proceedings of 6th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operations and Safety (NUTHOS-6) (CD-ROM), 15 Pages, 2004/00
シビアアクシデント研究の進展により、PWRの全交流電源喪失(TMLB')中は、加圧器逃がし安全弁からの蒸気流出により、圧力容器破損前に加圧器サージラインがクリープ破損するため、格納容器直接加熱が起きる可能性は低いことが明らかになった。しかしながら、その後、何らかの原因で2次系が減圧された場合、ホットレグ水平対向流による温度上昇と差圧により、SG伝熱管がサージラインよりも先に破損する可能性が指摘された。事故影響緩和の観点からは、このような圧力及び温度に誘発される蒸気発生器伝熱管破損事故(PTI-SGTR)は、放射性物質が格納容器をバイパスし、事故影響を増大させるため好ましくない。USNRCは、SCDAP/RELAP5コードを用いて当該シーケンスの解析を行ったが、サージラインの方が伝熱管よりも早く破損する結果となった。しかしながら、USNRCの解析では、伝熱管入口部の温度予測に影響を与えるSG入口プレナムの蒸気混合に関して粗いノード分割を用いていた。そこで、蒸気混合の影響を調べるため、MELCOR1.8.4コードを用いて、同一シーケンスに対する解析を行った。その結果、2次系が減圧されないTMLB'ではサージラインが最初に破損するが、2次系が減圧されるTMLB'では伝熱管の方が先に破損する結果となった。PTI-SGTRの発生条件に関してさらに調べる必要がある。
浅香 英明; 久木田 豊
Journal of Nuclear Science and Technology, 33(9), p.696 - 702, 1996/09
被引用回数：2 パーセンタイル：24.71(Nuclear Science & Technology)加圧水型原子炉(PWR)の小破断冷却材喪失事故(LOCA)時におけるホットレグ内の流れは、重力により水と蒸気が分離した水平層状二相流で特徴づけられる。ここではホットレグ水位は、蒸気発生器(SG)内ないしは加圧器内への蒸気による水のキャリオーバー量に影響する重要なパラメータである。小破断LOCA時のホットレグ内層状二相流は、水流量が増加するにしたがい常流から射流に遷移し、これに起因する典型的な水位低下の生じることがLSTF実験により示された。Gardnerは、ホットレグ入口前後で各相のエネルギーが保存されると仮定し、常流から射流への遷移モデルを開発した。しかし、このモデルによる予測結果とLSTF実験結果との一致は、定量的に不十分であった。筆者らは、Gardnerのモデルにホットレグ入口の形状エネルギー損失項をとりいれた改良モデルを開発した。この改良モデルは、LSTF実験で見られたホットレグ内の常流から射流への遷移条件を良く予測した。さらに射流条件下の水位は、ホットレグ内における運動量保存則で予測できることを明らかにした。
浅香 英明; 久木田 豊; 斉藤 誠司*
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering (ICONE),Vol. 1, 0, p.131 - 136, 1995/00
加圧水型原子炉(PWR)の小破断冷却材事故(LOCA)時におけるホットレグ内の流れは、重力により水と蒸気が分離した水平層状二相流で特徴づけられる。ここでホットレグ水位は、蒸気発生器(SG)内ないしは加圧器内への蒸気による水のキャリオーバー量に影響する重要なパラメータである。小破断LOCA時のホットレグ内層状二相流は、水流量が増加するにしたがい常流から射流に遷移し、これに起因する典型的な水位低下の生じることがLSTF実験により示された。Gardnerは、ホットレグ入口前後で各相のエネルギーが保存されると仮定し、常流から射流への遷移モデルを開発した。しかし、このモデルによる予測結果とLSTF実験結果との一致は、定量的に不十分であった。筆者らは、Gardnerのモデルにホットレグ入口の形状エネルギー損失項をとりいれた改良モデルを開発した。この改良モデルは、LSTF実験で見られたホットレグ内の常流から射流への遷移条件を良く予測した。さらに射流発生時の水位予測及び気液の相間摩擦が水位変化に及ぼす影響についても論じられている。
丸山 結; 五十嵐 実*; 中村 尚彦; 橋本 和一郎; 杉本 純
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, Vol. 3, 0, p.1247 - 1251, 1995/00
原子炉配管内における熱流動挙動は、FPの挙動及び構造健全性に多大な影響を及ぼす。原研では、配管信頼性実証試験(WIND)計画の中でPWRホットレグ内における熱流動解析を実施している。本解析では、ホットレグ内壁に沈着したFPから放出される崩壊熱及びホットレグ入口における流体速という2つのパラメータの影響を調べた。両パラメータの流体温度の軸方向分布には大きな影響を与えたが、ホットレグ断面の流動パターンにはあまり影響しなかった。ホットレグ内流体の対流(中心部で上昇流、内壁に沿った下降流)の形成が予測された。熱流動挙動が及ぼすFPエアロゾル沈着及び配管の構造健全性への影響を考察した。
橋本 和一郎; 中村 尚彦; 五十嵐 実*; 丸山 結; 杉本 純
The 3rd JSME/ASME Joint Int. Conf. on Nuclear Engineering, Vol. 3, 0, p.1241 - 1246, 1995/00
シビアアクシデント時に炉心から放出されるFPが配管へ沈着する場合、FPの崩壊熱により配管への高温負荷が生じる。そこでFPの崩壊熱等による局所的高温負荷に対する配管構造の挙動に関する知見を得ることを目的に、汎用有限要素法構造解析コードABAQUSを用いた解析を実施した。解析の結果から、シビアアクシデント条件下では、配管曲がり部に局所的にFPが沈着した場合、FPの崩壊熱が局所的高温負荷をもたらし、これが配管に高応力を生じさせること、及び配管拘束条件が配管の変形挙動に大きな影響を及ぼすことを明らかにした。
熊丸 博滋; 久木田 豊
Int. Conf. on New Trends in Nuclear System Thermohydraulics,Vol. 1, 0, p.119 - 126, 1994/00
コールドレグの小破断冷却材喪失事故(LOCA)後の長期炉心冷却過程における炉心沸騰停止にホットレグ注入が有効であるかを調べるため、PWRの1/48体積模擬装置において実験を実施した。実験は、コールドレグ流路断面積の10%及び2.5%の破断面積、定格炉心出力の1%及び0.5%の場合について実施した。炉心沸騰を停止するのに必要な最小のECC流量は、1次元エネルギバランス計算により予測される値よりかなり(70%以上)大きい値であった。また、健全側ホットレグへの注入の方が、破断側への注入より沸騰停止にはより効果的であることが明らかになった。
浅香 英明; 久木田 豊; 与能本 泰介; 田坂 完二*
Nuclear Technology, 96, p.202 - 214, 1991/11
被引用回数：10 パーセンタイル：72.11(Nuclear Science & Technology)PWRのホットレグ小破断LOCA時における破断流量ならびに1次系内熱水力挙動の時間変化に対する破断口向きの影響を、ROSA-IV/LSTF実験結果に基づいて論じている。実験は、実炉における2インチ相当の破断口径を模擬し、破断口向きがホットレグ水平配管の上向き、横向きおよび下向きの、それぞれ3ケースについて実施した。1次系内熱水力挙動は、3実験で定性的に同じであった。しかし、破断流の相違により、炉心水位下など、主要事象の発生時刻は破断向きにより大きく相違することが明らかになった。本実験はRELAP5コードにより解析された。RELAP5の原型版による結果は定性的にも不十分であった。破断流モデルの改良により、3つの実験結果とその相違をほぼ定量的に再現できることを示す。
久木田 豊; 中村 秀夫; 佐伯 宏幸*; 平田 和男*; 後藤 博樹*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 与能本 泰介; et al.
JAERI-M 91-040, 122 Pages, 1991/03
本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による10%ホットレグ破断(上向き破断)実験Run SB-HL-04の実験データをまとめたものである。本実験は、破断口向きの効果に関する実験シリーズ(合計3ラン)の一つとして実施され、他の2回の実験では、それぞれ同一破断面積の水平方向破断及び下向き破断を模擬した。また本実験では、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。
片山 二郎; 中村 秀夫; 久木田 豊
Proc. of the Int. Conf. on Multiphase Flows 91-TSUKUBA,Vol. 1, p.7 - 10, 1991/00
LSTFを用いた小破断LOCA実験において、ホットレグ中に生じる層状流の液相流速が気液界面に生じる波の伝播速度を上回る、いわゆる射流が生じる場合があることが観察されている。本研究では、蒸気発生器入口配管を模擬した上昇管をもつ小口径水平配管を用いて大気圧下の水・空気層状流について射流の生じた場合の流動様式遷移に関する実験を行った。実験では、水平管内あるいは上昇管入口において跳水が生じ、跳水の下流側は常流となり層状流から波状流あるいはスラグ流へ遷移した。特に高い水流量では、射流から直接スラグ流へ遷移し、明瞭な跳水は認められなかった。この実験から以下の点が明らかになった。(1)水平管内でスラグ流への遷移が生ずる液流量は、常流と射流の場合で異なる。(2)しかし、スラグ流へ遷移する直前の条件での局所ボイド率と気液間相対速度は、射流・常流のいずれの場合も同一のモデルにより予測できる。
田坂 完二*; 安濃田 良成; 久木田 豊
The OECD/LOFT Project; Achievements and Significant Results, p.145 - 163, 1991/00
OECD LOFT計画のLP-SB-1及びLP-SB-2実験は、PWRのホットレグ3インチ管破断を模擬した実験で、1次冷却材ポンプの運転と継続した場合と停止した場合の相違を調べるために行われた。ポンプを早期に停止した場合には、破断口露出以前の破断流量が多いが、破断口露出のタイミングは、ポンプの運転を継続した場合に比べかなり早い。破断口が露出した後は、破断流量は極端に少なくなるため、ポンプの運転を継続した方が破断流量が多くなる。こうした現象は、ホットレグ内の二相流が相分離により層状流になるためであるが、従来の計算コードでは予測が不十分であった。しかし、二相流動様式遷移およびoff-take (Pull-throghおよびエントレインメント)モデルを改良することにより、予測性を改善することができた。しかしながら、これらの現象に関する計算コードの予測精度にはさらに改良の余地がある。
久木田 豊; 平田 和男*; 後藤 博樹*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; et al.
JAERI-M 90-039, 122 Pages, 1990/03
本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による10%ホットレグ破断実験Run SB-HL-02の実験データをまとめたものである。本実験では、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。
久木田 豊; 村上 洋偉*; 小泉 安郎*; 安濃田 良成; 熊丸 博滋; 鈴木 光弘; 浅香 英明; 山本 信夫; 中村 秀夫; 与能本 泰介; et al.
JAERI-M 89-225, 117 Pages, 1990/01
本報は、ROSA-IV計画大型非定常試験装置(LSTF)による5%ホットレグ破断実験Run SB-HL-01の実験データをまとめたものである。本実験は、小破断冷却材喪失事故(LOCA)時の熱水力挙動に対する破断位置の効果を調べた実験シリーズの一つであり、高圧注入系と補助給水系の不作動を想定した。本実験の特徴的な実験結果としては、ループ間の非対称挙動、コールドレグ・上部ダウンカマ内の減圧沸騰、蓄圧注入系作動後のコールドレグ内凝縮減圧などがあげられる。
鈴木 光弘
JAERI-M 8860, 160 Pages, 1980/05
ROSA-II実験は1978年3月で終了したが、その後、解析コードRELAP-4Jを用いて実験結果の解析を行ってきた。本報は、ROSA-II実験の高温測配管ギロチン破断実験(Run419)を対象とした、一連の解析をまとめたものである。解析コードの制約(リスタート時の問題)から、検討する範囲は主としてブローダウン過程となったが、実験結果と比較を行い解析コードの評価と改良すべき点を摘出した。また、ROSA-II実験の流出流量実験データの誤差評価、蒸気発生器から一次系液体への伝熱量と、蒸気発生器での自然放熱量を推定し、実験現象についての理解を深めることができた。これらの結果、RELAP-4Jコードは、ブローダウン過程の主要な変化、たとえば系圧力流出流量の変化等や、炉心の模擬燃料棒の平均的温度変化等を比較的よく表すことができた。しかしACC水の凝縮減圧効果や、ヒートスラブからの伝熱量、更に再冠水過程等については、コードの改良が必要である。
ROSAグループ*
JAERI-M 7505, 162 Pages, 1978/02
本報は、加圧水型原子炉において想定される冷却材喪失事故の模擬試験として行われた一連のROSA-II試験の中で、高温側配管破断における破断口面積の配分および循環ポンプが炉心冷却に及ぼす影響を検討した試験(Run327,328,329,330)のデータ報告である。これら4Runはほぼ同じ初期流体条件、ECCS作動条件、炉心発熱条件、および二次系条件の下で行なわれた。主な結論は以下の通りである。(1)各4Runは、高温側配管における両端ギロチン破断(Run419)に比べ、破断直後の燃料温度上昇とACC水注入後比較的早い時期の炉心再冠水という同様のパターンを示した。(2)最大破断口径に比べ蒸気発生器側破断口径を小さくした場合は上記Run419より炉心冷却はよくなり、一方、圧力答器側の破断口径を小さくした場合には炉心冷却は改善されていない。(3)循環ポンプを破断後15秒間回転させた場合、低温側配管破断の場合のポンプ効果より小さな影響が生じた。
ROSAグループ*
JAERI-M 7239, 177 Pages, 1977/09
本報は軽水炉の冷却材喪失事故(LOCA)の模擬試験であるROSA-II試験の結果の一部をまとめたものである。各Run(Run418,419,420,423)の実験条件、実験データおよびその現象の解釈が示されている。高温側破断では破断後数秒で炉心部の水は失われ、燃料棒は露出し、温度上昇する。しかし蓄圧注水系の蓄水作用をダウンカマ部の気液対抗流が相対的に弱いため大きくなり冠水は早く行われる。燃料棒への通電が続いている場合はクエンチが大幅に遅れ、炉心水位が下がる。低圧注入系によってゆっくり水位が回復することによって冷却が炉心上中部でも行われ、上部から燃料棒をつたい落ちつつ直接冷却する効果と相乗的に冷却が行われた。ポンプ回転の影響は全体の挙動に対しては、他の実験の相違のため明瞭でなかった。
